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報告書

ODSフェライト鋼被覆管の製造コスト低減化方策に関する検討(平成11年度作業)

藤原 優行; 水田 俊治; 鵜飼 重治

JNC TN9400 2000-050, 19 Pages, 2000/04

JNC-TN9400-2000-050.pdf:0.82MB

実用化戦略調査研究で実施している高速炉システム技術評価において、高温出口温度で15万MWd/t以上の燃焼度を達成するために不可欠なODSフェライト鋼被覆管の実用化見通しを評価することになっている。そのため、これまでのODSフェライト鋼被覆管の技術開発結果を踏まえ、将来の実用規模の観点から、長尺被覆管の量産を可能とする経済性の高い製造プロセスの成立性を検討し、量産コストの予備的評価を行った。将来の実用規模を想定した場合、全コストに占める素管製造コストの割合が大きく、そのコスト低減化のために考えられる方策についても予備調査を実施した。

論文

軸方向に延伸する新しいメカニカル・アロイイング

秋野 詔夫; 鈴木 富男

日本機械学会2000年度年次大会講演論文集, Vol.1, p.557 - 558, 2000/00

メカニカル・アロイイング・クッキング法は、積層・圧延という機械的操作を繰り返して多数の平面が積み重なった微細な積層構造(面格子)材料を作ることができる。この手法を発展させて、線状の要素が「箸の束」のように配列した格子状構造(線格子)を作るため「軸方向延伸クッキング法」を考案した。本研究では、角溝孔形圧延ができる手動ロール圧延機を用いて、その可能性を追求した。常温で圧延接合が可能な鉛(Pb)と錫(Sn)を用いた。Sn線をPb管に挿入し、孔形延伸して得られた細長い角線をN$$^{2}$$本に切断し、N$$times$$Nの正方格子状に束ね、再び軸方向に延伸すると同時に相互に接合させる行程を繰り返し、最小寸法がサブミクロンである格子要素が水玉模様状に配列した線格子材料を得た。また、PbとSnが市松模様状に配列した線格子構造材料を試作した。

報告書

オーバーパック設計の考え方

本間 信之*; 千葉 恭彦*; 棚井 憲治

JNC TN8400 99-047, 54 Pages, 1999/11

JNC-TN8400-99-047.pdf:3.16MB

本報では、高レベル放射性廃棄物の地層処分の人工バリアを構成する要素のうち、オーバーパックについて、第2次とりまとめにおいて提示した炭素鋼オーバーパックの仕様例に対する設計の考え方を中心に、複合オーバーパックの概念の紹介も含め、設計要件、構造設計、製作性および検査性の観点から検討を行った結果を報告するものである。まず、人工バリアの構成要素としてのオーバーパックに求められる設計要件および設計の前提条件をまとめた。候補となる炭素鋼材料については、一般に鍛鋼、鋳鋼、圧延鋼などが用いられるが、軽水炉の圧力容器等にも使用実績の豊富な鍛鋼を選定した。次に炭素鋼オーバーパックについて、処分後に想定される荷重条件の設定を行い、耐圧厚さを決定した。加えて、腐食量の検討から想定寿命期間中の腐食厚さを求め、さらに、腐食に影響を及ぼす地下水の放射線分解防止のためのガラス固化体からの放射線の遮へいに必要な厚さを検討したうえで、オーバーパックの必要板厚を求め、炭素鋼オーバーパックの仕様例として提示した。板厚は190mmとなり、第1次取りまとめ時(平成3年)に設定した仕様と比較して、30%の低減となった。また、オーバーパックを実際に製作し、操業時の利用に当たり考慮されるべきいくつかの点、すなわちガラス固化体の封入、本体および封入溶接部の検査、ハンドリング機構等について、現状の技術をベースに検討を行い、検討すべき課題の抽出と今後の見通しをまとめた。複合オーバーパックの概念については、炭素鋼オーバーパックとの設計の考え方の相違点を中心に紹介した。最後に、今後のオーバーパックの研究開発において検討されるべき課題およびその見通しをまとめた。

報告書

異材簡管継手の長期信頼性評価,1; フィールド試験体の中間検査結果

竹内 正行; 永井 崇之; 石橋 祐三; 武田 誠一郎; 根本 健志*; 藤咲 和彦*; 大橋 和夫*

PNC TN8410 98-116, 147 Pages, 1998/08

PNC-TN8410-98-116.pdf:8.42MB

(1)目的熱間圧延法、HIP法,爆接法により製作した管継手を酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備へ装着し、長期信頼性の評価を行う。(2)方法酸回収蒸発缶小型モックアップ試験設備のプロセス系(硝酸凝縮液、濃縮液、供給液ライン)とユーティリティ系(計装用圧空、加熱用蒸気、冷却水ライン)に、管継手試験体を装着し耐久性試験を行い、中間検査として、耐圧試験、染色浸透探傷試験、外観観察、破壊検査を行った。(3)結果【1】熱間圧延管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約21,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮ラインに装着した試験体は、耐圧試験において漏れが認められた。【2】HIP管継手については、プロセス系の濃縮液および供給液ライン、ユーティリティ系の計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ラインに装着した試験体は、約18,000時間の耐久性試験を行っても健全な状態を維持していた。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、耐圧試験中に破断が認められた。【3】爆接管継手については、すべての装着位置において漏れおよび破断等は認められなかった。しかし、プロセス系の硝酸凝縮液ラインに装着した試験体は、ステンレス鋼側に肌荒れが認められた。以上、中間検査の結果から、再処理プロセスへ適用する場合、ユーティリティ系(計装用空気、加熱用蒸気、冷却水ライン)は、十分適用が可能と考えられる。プロセス系では、硝酸凝縮液のようにステンレス鋼にとって厳しい試験環境では、適用が困難と考えられる。しかし、濃縮液および供給液の温度の低い環境であれば、適用可能と考えられる。

報告書

分散強化型フェライト鋼被覆管製造技術開発(VIIB)

福田 匡*; 阿佐部 和孝*; 池田 浩之*; 山本 祐義*; 松本 一夫*; 福本 博志*; 森本 福男*

PNC TJ9009 96-002, 172 Pages, 1995/10

PNC-TJ9009-96-002.pdf:11.22MB

酸化物分散強化型(ODS)フェライト鋼は耐スエリング性と高温強度に優れることから、大型高速実証炉を対象とした長寿命燃料被覆管材料として注目されている。ODSフェライト鋼の被覆管への適用性を評価するために、本年度は、昨年度に引き続き再結晶組織の導入による強度異方性及び延性・靱性の改善を目的とした検討を実施した。昨年度は、13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.10wt%)を基本組成とした結果、繰り返し再結晶が不十分でであった。そこで本年度は再結晶がより容易と考えられる成分系13Cr-3W-0.4Ti-0.25Y2O3(過剰酸素量;0.07wt%)を基本組成として選定し、繰り返し再結晶により最終的に再結晶組織を有する被覆管製造条件の検討を行い結果を得た。

報告書

高速炉用構造材料の高温き裂進展特性

小井 衛

PNC TN9410 90-105, 163 Pages, 1990/07

PNC-TN9410-90-105.pdf:2.32MB

これまでに取得してきたSUS304,2.25Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼の母材や溶接部の、高温疲労およびクリープき裂進展データをとりまとめ、指数関係を仮定して平均線の定式化を行うとともに、進展速度の確率論的評価を実施した。また実機のき裂進展評価上重要な修正J積分評価に関する知見を得る目的で、2次元貫通き裂の有限要素法解析を実施し、試験結果と比較して評価精度の検討を行った。得られた結論は以下の通りである。(1) いずれの鋼種においても、疲労き裂進展速度は繰返しJ積分範囲をパラメータとして、またクリープき裂進展速度は修正J積分をパラメータとして、評価できることが明らかとなった。(2) いずれの鋼種においても、疲労き裂進展速度、クリープき裂進展速度とも、圧延材と鍛造材、母材と溶接部(溶接金属,ボンド部,HAZ部)の間に有意差は認められなかった。(3) SUS304,2.25Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼の疲労およびクリープき裂進展速度の平均傾向を、繰返しJ積分範囲および修正J積分をパラメータとした指数則により定式化した。(4) 上記の指数則の係数と指数が同時正規確率関数に従うと仮定して、き裂進展速度の確率的評価を行い、平均傾向からのバラツキを定式化した。(5) 2次元貫通き裂の有限要素法解析結果から、修正J積分の時間積分であるクリープJ積分範囲の簡易予測式を開発した。この式による予測結果を試験結果と比較した結果、良好な一致を示すことが明らかとなり、これまでに動燃事業団が開発してきた3次元表面き裂のJ積分評価法の妥当性が確認された。

報告書

FBR構造材料の物性値測定 (その1)各種圧延鋼板の物性値測定

木村 英隆*

PNC TN9410 90-094, 80 Pages, 1990/06

PNC-TN9410-90-094.pdf:1.48MB

FBR(高速増殖炉)原子炉容器や蒸気発生器、配管等に用いられる構造材料の各種物性値は、FBR設計の際に必要となる。そこで、本報告では次期FBR構造材料として候補に挙げられている以下の6鋼種;SUS304,SUS316(従来型),FBR構造用SUS316,SUS321,2・1/4Cr-1Mo鋼,Mod.9Cr-1Mo鋼(ASTM A387-91)の受入ままの実機圧延鋼材(ミルヒート材)のそれぞれ6種の物性値;比重,比熱,熱伝導率,熱膨張率,ヤング率,ポアソン比を測定した結果をまとめた。なお、2・1/4Cr-1Mo鋼とMod.9Cr-1Mo鋼では、溶接後に行われるSR処理(残留応力除去のための熱処理)を施した試料も用意して各種物性値を測定し、結果を合わせてまとめた。今後は、本報告と同鋼種の鍛造材,鋼管や溶接金属についても同様に各種物性値を測定し、物性値の設計基準値策定に資する予定である。[注意]本報告は圧延鋼材のみの物性値測定結果をまとめたものであって、設計基準値ではない。

報告書

中性子回折トポグラフィによる結晶内部構造の直接観察

富満 広

JAERI-M 9930, 105 Pages, 1982/02

JAERI-M-9930.pdf:4.58MB

中性子回折トポグラフィ(NDT)の開発から応用まで、原研における10年間の研究成果をまとめたものである。主題は、Cu-5%Ge単結晶の大型合金(直径3cm、長さ10cm)の中のSubstructure(下部構造)が、NDTによって明らかにされた様子を述べたものである。観察結果により、試料結晶は、成長方向(110)に平行な(001)層状構造の集合体であり、さらに各々の(001)層状構造は中心の薄い(0.1mm厚)(001)層と、その両表面に厚い(100)板や(010)板が格子状に付着しているという下部構造をもつことか明らかにされた。得られた構造モデルは、回折強度計算によっても妥当性が支持された。同時に、簡明な結晶成長機構が示唆された。その他に、熱圧延したGe単結晶中の格子歪みの立体的分布をNDTで観察した例と、Si双晶に関して等厚干渉縞や、双晶境界の整合性を高い精度と信頼性で観察した例を報告し、NDT技法の威力と信頼性とを示している。

報告書

放射線照射による透明ポリエチレンフィルムの開発

山口 康市; 塚本 善紀*; 町 末男

JAERI-M 5455, 43 Pages, 1973/11

JAERI-M-5455.pdf:1.37MB

高密度ポリエチレンに電子線照射を行なった後にロール圧延すると、へ一ズ値5%以下の透明ポリエチレンシートが得られる。ロール圧延温度の上昇と圧延比の増加はへーズ値を減少させ、圧延前に溶融急冷処理を加えると透明性は更に向上する。透明性の熱安定性はゲル分率約5~20%のものが最も良い。透明性の向上した橋かけ圧延ポリエチレンの構造と物性についても検討を加えた。広角$$times$$線回折の結果、C$$^{ast}$$軸はロール圧延比の増加につれて配向性は良くなるが試料厚み方向に分布を有していることが判った。DSCの吸熱頂点温度は放射線照射とロール圧延により低温側へ移行する。また密度、MI等についても検討した。透明性ポリエチレンの用途と需要について調査した結果、月間約1000トン程度と推定された。また加工費は28.5円/kg(6.8円/m$$^{2}$$)程度と試算された。

論文

ベリリウム圧延材の高温強度に関する研究

佐藤 千之助; 奥 達雄; 薄井 洸

材料, 18(162), p.194 - 202, 1967/00

原子炉用材料としての金属ベリリウムは熱中性子吸収断面積が非常に小さく、高温における機械的ならびに熱的性質がすぐれているので、高温ガス冷却型原子炉の燃料被覆材としての応用が関心を集めている。この場合の炉心の設計条件は、たとえば被覆管温度600$$^{circ}$$C、冷却材(CO$$_{2}$$)圧力60kg/cm$$^{2}$$、伝熱量29W/cm、被覆管外径15mm、内径13mm、長さ50cmであって、この中に中心温度約2000$$^{circ}$$Cに達するペレット状UO$$_{2}$$燃料がはいる。被覆材としてベリリウムを採用するに際しては高温における燃料からの核分裂生成ガスおよび冷却材による内、外圧や熱応力、内蔵する燃料体(UO$$_{2}$$)との熱的相関変形の問題、および長期にわたる応力負荷に伴うクリープおよびこれらの繰返し疲労などのか酷な問題がある。これらの諸条件のもとで材料は原子炉内の中性子照射による著しい照射損傷を受けるが、関与する材料特性としては高温照射における強度-降伏応力$$sigma$$$$_{y}$$、破断強度$$sigma$$$$_{u}$$、弾性率$$E$$、断面収縮率R$$_{A}$$およびクリープ特性などであろう。なお低サイクル高応力疲労強度は$$sigma$$$$_{y}$$、EおよびR$$_{A}$$の組合せから近似的に推定できる。

論文

ウラン燃料要素に関する研究,2; ウランの板圧延と圧延板の2,3の性質

武谷 清昭; 佐々木 吉方; 栗原 正義

日本原子力学会誌, 2, P. 6, 1960/00

抄録なし

口頭

タングステン材料の負水素イオンビームによる多重照射試験,3; 多重照射による材料損傷の観察

徳永 和俊*; 野見山 有希乃*; 福田 誠*; 江里 幸一郎*; 平野 耕一郎

no journal, , 

本研究では、負水素イオンビームによる多重照射(3MeV,5Hz)されたタングステンの損傷観察を行い、繰り返し短パルス熱負荷の影響を調べた。表面が圧延方向に垂直の試料では、照射領域に格子状のき裂が発生する。一方、表面が圧延方向に平行な試料では、楕円状のき裂が一面に発生し、粒界配向によりき裂形成の様式が異なることがわかった。また、き裂に囲まれた中心部は、繰り返し短パルス熱負荷時の塑性変形により発生したと考えられる凹凸部が観察される。さらに、熱負荷が大きい場合、その凸部が突起状に溶融凝固すると共に、周辺には深いき裂が形成され、深いき裂の間に突起が林立する特異な現象が見られる。

口頭

Titanium-based high entropy alloys; Fabrication challenge

若井 栄一; 能登 裕之*; 牧村 俊助*; 石田 卓*; 古谷 一幸*; 柴山 環樹*

no journal, , 

近年、高エントロピー合金は、その原子混合比や組成から、従来材料よりも高強度で延性に優れることから、世界中の研究機関で精力的に研究開発が進められている。本研究では、チタン基高エントロピー合金(HEA)であるTiVCrZrTa、TiVZrTaAl、TiVCrZrWをコールドクルーシブル浮上溶解法により溶解し、1200$$^{circ}$$Cで5時間、均質化熱処理を施した。これらのHEAの機械的特性試験と特性を調査した。TiVCrZrTa系のHEAは、他のチタン基のHEAに比べて、比較的に良好な熱間圧延性と熱間鍛造性を有することが分かった。また、これらのチタン基HEAのビッカース硬さは、通常のチタン合金よりもかなり高い値を持つことが分かった。

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